加圧水型原子炉における応力腐食割れ

摘要

ここでは加圧水型原子炉（PWR：Pressurized Water Reactor）の特徴ともいうべき，1次冷却系での応力腐食割れ（SCC）に限って記すことにする．PWR l次冷却水は，溶存酸素を5ppb以下，Cl{sup}- 濃度を50ppb以下と部材の腐食に有害な成分を厳しく制限し，かつ放射線による水分解で生じ得る酸化性物質（H{sub}2O{sub}2，H O{sub}2，O{sub}2等）の生成を抑制するために水素を添加している．これにより，Zr合金，オーステナイト系ステンレス鋼は無論のこと，600合金（75Ni－15Cr－10Fe）やⅩ－750合金のようなNi基合金でも1次冷却水中での全面腐食やSCC等の問題は従来全く無いものと考えられてきた1）．